Université de Provence Aix-MarseiUe I THESE. présentée pour obtenir le grade de. Docteur de l'université Aix-Marseille I Mention: Sciences

Dimension: px
Commencer à balayer dès la page:

Download "Université de Provence Aix-MarseiUe I THESE. présentée pour obtenir le grade de. Docteur de l'université Aix-Marseille I Mention: Sciences"

Transcription

1 Gestion IN Doc. Enreg. I. ^ i FR Université de Provence Aix-MarseiUe I THESE présentée pour obtenir le grade de Docteur de l'université Aix-Marseille I Mention: Sciences Formation Doctorale : Physique et Modélisation des Systèmes Complexes Co-habilitée Université Aix-Marseille I et INSTN-CEA Élaboration et qualification de schémas de calcul de référence pour les absorbants dans les Réacteurs à Eau Pressurisée par Patrick BLANC -TRANCHANT Soutenue le 8 Novembre 999 devant la Commission d'examen composée de : MM. P. HALDENWANG Président A. HÉBERT Directeur de Thèse P. REUSS Rapporteur J.-C. NiMAL Rapporteur A. GlORNi Examinateur J.-C. SENS Examinateur A. SANTAMARINA Responsable de Thèse P. BiOUX Membre Invité

2 PLEASE BE AWARE THAT ALL OF THE MISSING PAGES IN THIS DOCUMENT WERE ORIGINALLY BLANK

3 Université de Provence Aix-Marseille I THESE présentée pour obtenir le grade de Docteur de l'université Aix-Marseille I Mention: Sciences Formation Doctorale : Physique et Modélisation des Systèmes Complexes Co-habilitée Université Aix-Marseille I et INSTN-CEA Élaboration et qualification de schémas de calcul de référence pour les absorbants dans les Réacteurs à Eau Pressurisée par Patrick BLANC -TRANCHANT Soutenue le 8 Novembre 999 devant la Commission d'examen composée de : MM. P. HALDENWANG Président A. HÉBERT Directeur de Thèse P. REUSS Rapporteur J.-C. NiMAL Rapporteur A. GiORNi Examinateur J.-C. SENS Examinateur A. SANTAMARINA Responsable de Thèse P. BiOUX Membre Invité

4 A mes parents, qui savent être toujours là et à qui je dois tant. C'est plus qu 'une chance de vous avoir.

5 REMERCIEMENTS Monsieur Alain HÉBERT, du Laboratoire d'études Neutroniques des Réacteurs du CEA Saclay, a accepté de diriger ce travail de Thèse. Je tiens à l'en remercier vivement. Mes remerciements vont ensuite au Professeur Paul HALDENWANG, de l'université de Provence, pour avoir accepté de présider la commission d'examen de cette Thèse. Je tiens à remercier également Monsieur Jean-Claude NIMAL, Directeur de Recherches au Service d'études des Réacteurs et de Mathématique Appliquées du CEA Saclay et Monsieur Paul REUSS, Professeur à l'institut des Sciences et Techniques Nucléaires du CEA, pour m'avoir fait l'honneur de s'intéresser à ce travail, et pour avoir accepté d'en être les Rapporteurs. Leurs conseils et remarques, tant sur le fond que sur la forme, m'ont permis d'améliorer notablement ce travail. Merci également à Monsieur Alain GlORNl, Professeur à l'université Joseph FOURIER de Grenoble, et à Monsieur Jean-Claude SENS, Professeur à l'institut de Recherches Subatomiques de l'université Louis PASTEUR de Strasbourg, pour avoir bien voulu faire partie de cette commission d'examen. Cette Thèse s'est déroulée dans le cadre d'un accord de partenariat entre ÉLECTRICITÉ DE FRANCE et le COMMISSARIAT À L'ÉNERGIE ATOMIQUE. Je remercie à ce titre Monsieur Alain ZAETTA, Chef du Service de Physique des Réacteurs et du Cycle du CEA Cadarache et Monsieur Robert JACQMIN, Chef du Laboratoire d'études de Physique de ce Service pour m'avoir permis d'y effectuer ce travail, pour leur accueil, et pour leur soutien au cours de ces trois années. Je remercie également Monsieur Philippe BiOUX, Responsable EDF de cette Thèse, pour l'attention apportée au suivi de ces travaux. Monsieur Alain SANTAMARINA, Responsable CEA du suivi de ce travail, m'a fait profiter de son expérience et de ses connaissances immenses dans le domaine de la Physique des Réacteurs pendant trois années. Je lui témoigne ici toute ma reconnaissance pour m'avoir apporté son aide chaque fois que cela était nécessaire et pour avoir permis l'aboutissement de ce travail. Monsieur Guy WlLLERMOZ, a également suivi cette Thèse de près pendant tout son déroulement. Ses connaissances en neutronique ainsi que sa maîtrise des outils de calcul associés, m'ont été d'une aide constante et précieuse. Sans lui, sans sa gentillesse et sa disponibilité, tout aurait été plus difficile. Merci également à Monsieur Jean-Pierre CHAUVIN, Chef du Laboratoire de Physique Expérimentale du Service de Physique Expérimentale de Cadarache pour m'avoir permis de participer au programme expérimental MISTRAL. Merci aussi à Monsieur Philippe FOUGERAS, Responsable de ce Programme Expérimental, pour m'avoir accueilli sur le Réacteur ÉOLE et pour s'être montré toujours très disponible au cours de mon séjour sur place. A travers lui, je tiens à remercier toute l'équipe responsable de la réalisation des expériences MISTRAL. Enfin, mes remerciements et ma reconnaissance vont à tous les membres du SPRC (agents, thésards, stagiaires ou sous-traitants) côtoyés durant ces trois années, avec une pensée particulière pour Richard BABUT, Véronique BERTHOU, Jean-Christophe BOSQ, Amal et Olivier BOULAND, Delphine BROSSEL, Christophe DEMAZIERE, Emmeric DUPONT, François-Xavier GlFFARD, Boris HlPPOLYTE, Dimitri ROCH- MAN, Bénédicte ROQUE, Nicolas THIOLLAY, et surtout Véronique AVERLANT, qui m'a montré l'exemple à suivre.

6 Table des matières Glossaire Avant-Propos xi xv Chapitre - Introduction : méthodologie de définition et de calibration de schémas de calcul APOLLO2 I Introduction 3 II Démarche de définition des schémas de référence APOLLO2 «CEA-97» 3 III Qualification des schémas de calcul de référence 4 Chapitre 2 - Aperçu concernant la modélisation d'un réacteur à l'aide du code APOLLO2 5 I Généralités 7. Introduction: «vie et mort» des neutrons dans le réacteur 7.2 Interaction des neutrons avec la matière 7.3 Variation des sections efficaces 0.4 Représentation des résonances : loi de BREIT et WiGNER.5 Effet DOPPLER 2 II Description de l'évolution de la population des neutrons : équation de BOLTZMANN Équation du transport 4.2 Premières simplifications de l'équation du transport 5.3 Équation du transport en régime stationnaire 7.4 Forme intégrale de l'équation du transport 20 III Résolution de l'équation du transport à l'aide de méthodes déterministes 2. Discrétisation de l'équation 2.2 Résolution numérique de l'équation du transport 23.3 Résolution de l'équation intégrale par la méthode des probabilités de première collision 23.4 Résolution de l'équation intégro-différentielle à l'aide des méthodes aux ordonnées discrètes 29 IV Traitement spécifique du phénomène de l'autoprotection : formalisme dans APOLLO IV.l Introduction 33 IV.2 Traitement de l'autoprotection dans APOLLO2 34 V Modélisation d'un réacteur nucléaire à l'aide d'apollo2 43 V.l Les réacteurs 43 V.2 Le calcul des réacteurs 44 V.3 Réacteur en mode fondamental 48 Chapitre 3 - Le code étalon TRIPOLI4 5 I Nécessité d'un étalon et choix de TRIPOLI4 53 II Principe d'une simulation Monte-Carlo 53. Généralités sur la méthode de Monte-Carlo 53.2 Adéquation à la neutronique 54.3 Étude du transport des neutrons à l'aide de la méthode de Monte-Carlo 55 III Le code TRIPOLI4 et la réalisation des calculs étalons 58 III.l Présentation du code TRIPOLI4 58 vii

7 vm m.2 Réalisation pratique des calculs étalons 58 Chapitre 4 - Élaboration et validation des schémas «cœurs» de référence ÀPOLLO2 6 I Introduction 63. La démarche adoptée 63.2 Le choix du réseau 7x7 français et d'éplcure 63 II Schéma de calcul des réseaux 64. Introduction 64.2 Définition du calcul-repère 64.3 Calculs étalons TRIPOLI Calculs de réseaux APOLLO Résultats concernant les réseaux UOX 7.6 Résultats concernant les réseaux MOX 80.7 Conclusion et schéma de calcul de référence de réseaux recommandé 90 III Schéma de calcul d'un crayon absorbant isolé 92 m. Introduction 92 ni.2 Définition du calcul-repère 92.3 Calcul étalon TRIPOLI Calculs APOLLO Conclusion et schéma de référence recommandé 0 IV Schéma de calcul des absorbants AIC et Hafnium 02 IV.l Introduction 02 IV.2 Définition du calcul-repère 02 IV.3 Calculs étalons TRIPOLI4 03 IV.4 Calculs APOLLO2 concernant F AIC et schéma de référence recommandé 03 IV.5 Calculs APOLLO2 concernant l'hafnium et schéma de référence recommandé V Schéma de calcul d'une grappe d'absorbants dans un REP. 5 V.l Introduction 5 V.2 Définition du calcul-repère 5 V.3 Calculs étalons TRIPOLI4 7 V.4 Calculs APOLLO2 9 V.5 Conclusion et schéma de référence recommandé 29 VI Schéma de calcul d'une grappe d'absorbants dans un MOX 30 VI. Introduction 30 VI.2 Définition du calcul-repère 30 VI.3 Calculs étalons TRIPOLI4 32 VI.4 Calculs APOLLO2 33 VI.5 Conclusion et schéma de référence recommandé 35 Chapitre 5 - Mesures de l'efficacité des absorbants : techniques et expériences intégrales 37 I Techniques expérimentales pour l'étude des absorbants 39. Techniques pour l'établissement de distributions de taux de fission 39.2 Mesures d'effets en réactivité 4 II Données utilisées pour la qualification du calcul d'un absorbant isolé: l'expérience MISTRAL 44 II. Introduction : le contexte du recyclage du Plutonium dans les réacteurs à eau Généralités concernant le programme MISTRAL 45.3 Présentations détaillées des différentes configurations du programme 47.4 Résultats expérimentaux utilisés 49 III Données utilisées pour la qualification du calcul des grappes d'absorbants 53 III. Généralités concernant le programme EPICURE 53.2 Les différentes configurations du programme expérimental 53.3 Résultats expérimentaux utilisés 55

8 Chapitre 6 - Qualification du calcul des absorbants avec ÂPOLLO2 57 I Qualification du calcul des cœurs REL 59. Qualification du calcul de la réactivité des réseaux 59.2 Qualification du calcul de la réactivité des cœurs homogènes et du gain de réflecteur 63.3 Conclusion sur les calculs de cœur 69 II Qualification du calcul des absorbants isolés : interprétation des expériences MISTRAL Principe de la qualification 69.2 Résultats concernant les cœurs UOX: interprétation de l'expérience MISTRAL Résultats concernant les cœur MOX : interprétation de l'expérience MISTRAL Conclusion sur les calculs «un absorbant isolé» 74 III Qualification des grappes REP : interprétation des expériences EPICURE UH.4 et UH.4-Absl74. Principe de la qualification 74.2 Résultats 75.3 Conclusion 77 IV Conclusion 78 Conclusions 79 Annexe A - La bibliothèque de données nucléaires CEA93 85 I Généralités.. 86 II Principe de réalisation de la bibliothèque CEA Présentation succinte de l'évaluation JEF Principe de réalisation de CEA Détails du processus de réalisation de CEA93 88 III Contenu de la bibliothèque CEA93 89 Annexe B - Configurations EPICURE et MISTRAL étudiées 9 I Crayons utilisés dans les programmes EPICURE et MISTRAL 92. Crayons UO Crayons MOX.93 II Configuration EPICURE MH.2 93 III Configurations EPICURE UH.4 et UH.4-Abs 95 IV Configuration EPICURE UM-ZONE 98 V Configurations MlSTRALl et MISTRAL2 200 Annexe C - Les différents découpages énergétiques utilisés 203 I Découpages multigroupes généraux et maillage XMAS 204. Découpages multigroupes généraux dans APOLLC Le maillage XMAS 204 II Macrodécoupage à 20 groupes 207 III Découpages spécifiques ' Étude des réseaux Étude des isotopes absorbants 20 Liste des tableaux 23 Liste des figures 25 Bibliographie 27 IX

9 GLOSSAIRE AG3 : Alliage Aluminium-Magnésium à 3 % de Magnésium. Matériau utilisé pour le gainage de crayons combustibles ou absorbants dans le réacteur expérimental EOLE. AIC : Alliage Argent-Indium-Cadmium (80 %, 5 % et 5 % en poids, respectivement). Élément absorbant utilisé dans les grappes de contrôle des réacteurs nucléaires. Étudié dans le cadre des programmes expérimentaux EPICURE et MISTRAL. AIEA : IAEA en anglais pour International Atomic Energy Agency. Agence Internationale pour l'énergie Atomique. APOLLOI : Code français de calcul du transport neutronique. Code déterministe, développé au CEA dans les années 960 et 970. APOLLO2 : Code français de calcul du transport neutronique. Code déterministe, développé au CEA en partenariat avec EDF et FRAMATOME, à la suite d'apollol. Code modulaire. Outil de calcul des REP à EDF et FRAMATOME. Autoprotection : Phénomène affectant les résonances d'un isotope et se traduisant par le fait que les résonances, contribuant à déprimer le flux des neutrons aux énergies correspondantes, les taux de réaction y sont moins forts que ceux attendus sans ce creusement du flux. B4C (naturel) : Carbure de bore. Élément absorbant utilisé dans les grappes de contrôle des réacteurs nucléaires. Élément étudié dans le cadre des programmes expérimentaux EPICURE et MISTRAL. B4C enrichi : Carbure de bore dont la proportion en Bore-0, l'isotope le plus absorbant dans le domaine thermique, est augmentée. Élément étudié dans le cadre du programme MISTRAL. Calcul à temps zéro : Calcul concernant du combustible «frais». Opposé à la notion de calcul d'évolution. Calcul de cœur : Seconde étape du calcul d'un réacteur nucléaire, s'appuyant sur les calculs de motif. Elle concerne le réacteur complet sur lequel l'équation du transport est résolue de manière simplifiée (homogénéisation spatiale des milieux, nombre de groupes d'énergie restreint). Calcul de motif: Première étape du calcul d'un réacteur nucléaire, concernant une partie réduite de ce réacteur, sur laquelle l'équation du transport est résolue de manière détaillée (respect de la géométrie, nombre de groupes d'énergie important). Calcul d'évolution: Calcul pour lequel l'évolution du combustible au cours du temps (disparitions de certains noyaux lourds, productions de certains autres) est prise en compte. Calcul-repère : Problème simplifié permettant une étude plus rapide et plus simple qu'une étude directe d'un problème complexe. Familièrement, on parle de «benchmark» pour un tel calcul. CALENDF : Code de calcul français permettant le traitement de données nucléaires. CEA: COMMISSARIAT À L'ÉNERGIE ATOMIQUE. CEA93 : Bibliothèque de données nucléaires utilisée par le code APOLLO2. Essentiellement issue de l'évaluation JEF2.2. XI

10 xii Glossaire DER : Département d'études des Réacteurs du CEA. DRN : Direction des Réacteurs Nucléaires du CEA. EDF : ÉLECTRICITÉ DE FRANCE. Exploitant des centrales nucléaires françaises. ENDF : Format des données nucléaires dans les évaluations américaines. Également utilisé dans l'évaluation JEF2. ENDF/B : Evaluated Nuclear Data File/Brookhaven en anglais. Organisme américain d'évaluation des données nucléaires. ENDF/B VI : Évaluation nucléaire américaine, utilisant le format ENDF. ÉOLE : Réacteur expérimental du CEA, situé à Cadarache. EPICURE : Programme expérimental mené dans ÉOLE, à Cadarache. Années 988 à 994. EPR : European Pressurized Reactor en anglais. Concept pour un futur réacteur de production européen. Équivalence : Procédé permettant la détermination de facteurs correctifs à utiliser de manière à ce que la résolution de l'équation du transport simplifiée fournisse la solution exacte du problème considéré. Évaluation nucléaire : Fichier recensant, pour chaque isotope traité, les paramètres nucléaires et les formalismes associés permettant de reconstruire ses sections efficaces. FRAMATOME : Constructeur des centrales nucléaires françaises et concepteur du combustible nucléaire qui y est utilisé. Groupe JEF : Comité européen d'évaluation et de qualification des données nucléaires. JEF2 : Joint Evaluated File en anglais. Évaluation nucléaire européenne, utilisant le format américain ENDF. Intégrale de résonance : Intégrale de la section efficace microscopique d'absorption d'un isotope entre 0.5 ev et l'énergie des neutrons issus de fission. Représentative de l'absorption d'un noyau dans le domaine épithermique. IRMM : Centre de Recherche européen, situé à GEEL en Belgique, et disposant d'installations spécifiques permettant la réalisation de mesures sur les données nucléaires (mesures différentielles). Léthargie : Unité définie à partir de l'énergie, plus adaptée que celle-ci au suivi du ralentissement des neutrons. Maillage XMAS : Maillage énergétique multigroupe à 72 groupes utilisé dans la bibliothèque CEA93. Méthode Pij : Méthode des probabilités de première collision. Utilisée pour la résolution de l'équation du transport sous sa forme intégrale. Méthode Sjv : Méthode des ordonnées discrètes. Utilisée pour la résolution de l'équation du transport sous sa forme intégro-différentielle. MISTRAL : Programme expérimental mené dans ÉOLE, à Cadarache, et faisant suite au programme EPICURE. Années 996 à Modèles de ralentissement : Modélisations adoptées pour l'opérateur de ralentissement lourd afin de faciliter la résolution de l'équation du transport dans le domaine du ralentissement des neutrons. Basées sur les formes des résonances des noyaux «ralentisseurs», les modélisations disponibles dans APOLLO2 sont les modélisations WR (résonance large), IR (résonance intermédiaire), NR (résonance étroite), ST (modèle statistique) et TR (toute résonance). MOX : Mixed OXydes en anglais. Mélange d'oxydes d'uranium (UO 2 ) et de Plutonium (PuO2). Combustible des réacteurs.

11 Glossaire xiii MCNP : Monte Carlo N Particules en anglais. Code américain de calcul du transport neutronique (et photonique) utilisant la méthode de Monte-Carlo. NJOY : Système (code) américain de traitement de données nucléaires. NUPEC : Nuclear Power Engineering Corporation en anglais. Organisme Japonais, co-financeur du programme MISTRAL. pcm: pour cent-mille, 0~ 5. Unité utilisée couramment pour les mesures de réactivité. ppm: partie pour million, 0~ 6. REB : Réacteur à Eau Bouillante. Boiling Water Reactor (BWR) en anglais. REL : Réacteur à Eau Légère. Light Water Reactor (LWR) en anglais. REP : Réacteur à Eau Pressurisée. Pressurized Water Reactor (PWR) en anglais. RMA : Réacteur à Modération Accrue. RNR : Réacteur à Neutrons Rapides. RSM : Réacteur Sous Modéré. Schéma de calcul : Ensemble constitué d'un code de calcul, de la bibliothèque de données nucléaires associée et d'un schéma de calcul, c'est-à-dire d'un ensemble de recommandations à mettre en oeuvre dans le cadre du calcul d'un problème donné. On parle également de formulaire de calcul. SERMA : Service d'études des Réacteurs et de Mathématiques Appliquées de la DRN du CEA. Situé à Saclay. SPRC : Service de Physique des Réacteurs et du Cycle de la DRN du CEA. Situé à Cadarache. THEMIS (OU NJOY-THEMIS) : Système (code) de traitement de données nucléaires utilisé au CEA. Bâti sur la base du système américain NJOY, complété par différents modules spécifiques. TRIPOLI4 : Code français de calcul du transport neutronique (et photonique) utilisant la méthode de Monte-Carlo. Développé au CEA, au SERMA/LEPP. UO2-GCI2O3 : Crayon combustible gadolinié (contenant du Gadolinium). Élément absorbant étudié dans le cadre du programme MISTRAL. UOX : Uranium OXyde en anglais. Oxyde d'uranium (UO2). Combustible le plus répandu dans les réacteurs REL. Zircaloy, Zircaloy-4 (Zr4) : Matériau utilisé pour le gainage des crayons combustiles et de certains crayons absorbants dans les réacteurs REL.

12 Avant-Propos Le vingtième siècle aura été marqué par un accroissement sans précédent des besoins énergétiques de l'humanité, aussi bien à des fins domestiques qu'industrielles. Pour faire face à cette demande sans cesse croissante, et également pour assurer une indépendance énergétique apparue comme essentielle lors des différents chocs pétroliers, de nombreux pays du monde, dont la France, se sont résolument tournés vers la production d'électricité par le biais de centrales nucléaires. Cette nouvelle orientation énergétique s'est traduite, en France, par l'essor de la recherche en neutronique, qui s'est essentiellement développée au sein du COMMISSARIAT À L'ÉNERGIE ATOMIQUE (CEA), tandis que son application industrielle se réalisait au travers d'un vaste programme électro-nucléaire national faisant intervenir deux acteurs principaux : FRAMATOME, constructeur des centrales de production que sont les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) et I'ÉLECTRICITÉ DE FRANCE (EDF), leur exploitant. Le nucléaire a dès lors pris une place prépondérante dans la production totale d'électricité du pays. Aujourd'hui cependant, cet état de fait pourrait être remis en cause, le coût des énergies fossiles se réduisant nettement du fait d'une baisse des prix des matières premières, et ce malgré la montée de l'effet de serre à laquelle l'énergie nucléaire permet d'apporter une réponse particulièrement satisfaisante. La production d'énergie par voie nucléaire se trouve donc désormais confrontée à un double enjeu : - le maintien de la fiabilité des centrales au niveau atteint, parfaitement satisfaisant, - un nécessaire gain de marges, en parallèle, afin d'améliorer sa compétitivité. Pour accroître cette compétitivité, l'exploitant tend à améliorer de plus en plus l'utilisation de ses réacteurs et à réduire autant que faire se peut le coût du combustible. Ceci passe notamment par la mise en place de nouveaux modes de pilotage, par V allongement des campagnes permettant d'utiliser le combustible jusqu'à un taux d'épuisement plus élevé et par l'introduction de Plutonium dans les REP, dont certains recyclent déjà jusqu'à 30 % de combustible mixte (MOX), alors que des projections concernant un combustible 00 % MOX sont d'ores-et-déjà envisagées. Au final, satisfaire cette exigence d'amélioration de compétitivité de l'énergie nucléaire passe surtout par une maîtrise encore accrue des calculs de ces réacteurs qui, en réduisant les incertitudes, doit permettre d'en étendre les marges de fonctionnement. Le cadre de cette thèse : le calcul des grappes d'absorbants C'est dans cette optique d'amélioration de la précision des calculs neutroniques que s'inscrit ce travail de recherche. Plus précisément ce sont les moyens de contrôle des réacteurs, sous la forme des grappes de crayons absorbants qui peuvent être insérées dans le cœur d'un réacteur pour en assurer le contrôle, qui nous intéressent ici. Le but est de parvenir à une détermination la plus précise possible à la fois de l'efficacité des absorbants concernés et de la distribution de puissance, au sein du cœur de ce réacteur, au voisinage de ces grappes. Au cours d'études antérieures, différentes pistes concernant ce calcul ont déjà été investiguées permettant de réduire les incertitudes de calcul utilisées jusqu'alors, sans toutefois permettre d'atteindre la précision requise pour satisfaire aux exigences d'un calcul dit de référence. Il est donc nécessaire aujourd'hui d'améliorer encore cette précision. Le but est alors d'amener les incertitudes de calcul au niveau de celles mesurées lors des expériences les plus récentes, qui sont de l'ordre du pour-cent aussi bien sur l'efficacité des absorbants que sur les distributions de puissance. Il est par ailleurs nécessaire de s'intéresser à de nouveaux absorbants, tels l'hafnium, qui pourraient être amenés à tenir un rôle très important pour le contrôle des réacteurs futurs recyclant encore davantage de Plutonium. xv

13 xvi Avant-Propos Les calculs de neutronique et la notion de schéma de calcul Les réacteurs nucléaires sont des systèmes physiques complexes, dont la modélisation s'appuie sur une équation fondamentale: l'équation du transport. Cette équation, qui régit l'évolution de la population des neutrons au sein du cœur du réacteur est le fondement de la neutronique. Elle a fait, depuis son établissement, l'objet de très nombreux travaux d'analyse numérique qui sont à l'origine des codes de calcul permettant le calcul moderne des réacteurs. Parmi ces codes de calcul, APOLLO2, code français développé au CEA dans le cadre d'un accord de partenariat avec EDF et FRAMATOME, est le futur outil de calcul de transport des cœurs de Réacteurs à Eau Pressurisée à EDF. Parallèlement au développement de ces codes de calcul des efforts ont été, et continuent d'être apportés, à la réalisation de bibliothèques de données nucléaires qui contiennent les informations concernant les interactions des neutrons avec les constituants du réacteur, nécessaires au fonctionnement des codes. L'utilisation conjointe d'un code de calcul et d'une telle bibliothèque pour un certain type de réacteur est précisée par un ensemble de recommandations appelé schéma ou formulaire de calcul. La mise au point de ce schéma de calcul nécessite par ailleurs la réalisation d'expériences permettant de confronter ses résultats à la réalité physique : c'est la phase de qualification du schéma de calcul, et à travers lui du code de calcul et de la bibliothèque utilisés. Les différents types de schémas de calcul Dans le cadre des calculs que réalise couramment l'exploitant des centrales, calculs dits de projet, il n'est évidemment pas réalisable d'utiliser les outils les plus fins pour la résolution de l'équation du transport et le calcul des réacteurs ; des approximations sont nécessaires. Pour définir et quantifier ces dernières, la démarche consiste à déterminer des schémas de calcul de projet sur la base de schémas de calcul de référence devant être beaucoup plus précis (sans toutefois s'accompagner d'un coût prohibitif), ayant essentiellement pour but de fournir des pistes pour les simplifications envisageables au moment de la mise en place des schémas de projet. La méthode consistant à concevoir a priori de tels schémas de calcul de référence puis à les qualifier statistiquement sur un certain nombre d'expériences a montré ses limites : elle nécessite de nombreuses itérations de comparaison Calcul-Expérience et la précision en est difficilement maîtrisable. Il est de loin préférable d'évaluer les différentes approximations utilisables dans un schéma une à une, par des comparaisons Calcul/Calcul. La démarche consiste alors à partir de calculs «étalons», les plus précis possibles, réalisés sans souci de leur coût, et à déterminer l'impact de chaque approximation introduite dans le calcul par comparaison à cet étalon. Cette méthode est utilisable aujourd'hui en raison des progrès conjugués des méthodes numériques et de la puissance des ordinateurs. Utilisation des différentes méthodes numériques Les trois méthodes numériques les plus couramment utilisées en neutronique pour résoudre l'équation du transport des neutrons sont : la méthode des probabilités de première collision, la méthode des ordonnées discrètes, la méthode de Monte-Carlo. qui, toutes trois s'intéressent au comportement moyen de la population neutronique considérée dans son ensemble. Les deux premières sont des méthodes déterministes se basant sur une discrétisation des variables d'espace et d'énergie intervenant dans l'équation du transport, conduisant par là à une résolution approchée de cette équation. La méthode des probabilités de première collision utilise de plus une hypothèse forte, celle de chocs isotropes des neutrons sur les atomes constituant le réacteur (avec cependant généralement une correction, dite correction du transport). Le principal avantage de cette méthode tient au fait qu'elle permet de traiter n'importe quelle géométrie, aussi irrégulière soit elle. La méthode des ordonnées discrètes, quant à elle, regroupe plusieurs sous-méthodes dont le point commun est la discrétisation de l'espace des phases en plusieurs directions. Les plus courantes de ces sous-méthodes sont la méthode aux différences finies et la méthode nodale. Celles-ci peuvent prendre correctement en compte Yanisotropie des chocs des neutrons, mais leur emploi est limité aux cas de geometries régulières, la résolution étant menée sur des pavés homogènes. Ces différentes méthodes déterministes sont implantées dans le code APOLLO2.

14 Avant-Propos xvii À cet ensemble de méthodes déterministes s'oppose, par la conception, la méthode probabiliste qu'est la méthode de Monte-Carlo, qui consiste à simuler l'histoire d'un certain nombre de neutrons afin d'observer leur comportement moyen. Le respect de la réalité physique, en termes de géométrie du problème, de composition des matériaux et de lois microscopiques décrivant les interactions neutrons-matière, au moment de la simulation, confère à cette méthode son caractère exact : aucune discrétisation spatiale, angulaire ni énergétique n'est alors consentie lors de la résolution de l'équation du transport. Le code Monte Carlo polycinétique français est le code TRIPOLI4, également développé au CEA. D'une façon générale, les méthodes déterministes sont de loin les moins onéreuses en termes de temps de calcul. Elles offrent un bien meilleur rapport précision/coût que la méthode de Monte-Carlo et sont par conséquent à la base des schémas de calcul, dont le but est avant tout de permettre un calcul industriel des réacteurs, alliant donc précision et temps de calcul réaliste. La méthode de Monte-Carlo est, elle, utilisée afin de constituer les calculs de référence ou calculs étalons auxquels on compare les résultats des calculs déterministes au moment de la détermination des schémas de calcul. Ainsi, par exemple, le calcul d'un futur réacteur de type EPR avec un code de Monte-Carlo demanderait dans le meilleur des cas des semaines de calcul pour les problèmes «à temps zéro» et des mois pour les problèmes d'évolution, alors que l'on attend des schémas de projet des temps de calcul se chiffrant en minutes. Le calcul des absorbants Le calcul d'un réacteur nucléaire implique le calcul de nombreuses situations différentes, de nombreux paramètres et de nombreuses grandeurs. En termes de schémas de calcul, ceci se traduit par la nécessité d'en définir plusieurs, adaptés à chacune de ces situations spécifiques, et permettant le calcul optimal des grandeurs significatives propres à la situation étudiée. C'est le cas par exemple pour le calcul des moyens de contrôle du réacteur, et en particulier des grappes de crayons absorbants servant à son pilotage, qui doivent faire l'objet de la définition de schémas de calcul particuliers. La définition d'un schéma de calcul requiert une bonne compréhension des phénomènes mis en jeu, afin de déterminer les approximations possibles dans la résolution de l'équation du transport. Or, dans le cas des grappes d'absorbants, cette compréhension est délicate du fait de la complexité de la situation mise en jeu : le calcul de l'impact neutronique de ces grappes est délicat du fait de la très forte variation locale du flux qu'elles entraînent. Pour y parvenir tout de même, il est alors intéressant d'analyser en préalable le cas plus simple d'un réseau contenant un seul crayon absorbant, ce que nous ferons donc ici. Cet intérêt est de plus renforcé par le fait que les différents programmes expérimentaux utilisés pour la phase de qualification des schémas de calcul, comportent non seulement des mesures concernant les grappes d'absorbants elles-mêmes, mais également de larges volets concernant cette situation plus simple d'un crayon absorbant isolé au sein d'un réseau de crayons combustibles. Plan du mémoire L'objet précis de cette étude est le calcul des grappes d'absorbants à l'aide du code APOLLO2. Elle comprend cinq parties distinctes, réparties en six chapitres et concernant : la démarche générale mise en œuvre pour la définition et la calibration de schémas de calcul fondés sur APOLLO2, des notions sur le calcul des réacteurs et les codes de calcul du transport (APOLLO2 et TRIPOLI4) utilisés pour l'élaboration des schémas de calcul et leur qualification vis-à-vis des résultats expérimentaux, l'élaboration de schémas de calcul, l'acquisition des données expérimentales nécessaires à la qualification des schémas de calcul ainsi développés, la qualification de ces schémas à proprement parler. Le principe général utilisé pour la définition et la qualification de schémas de calcul développés à l'aide du code APOLLO2 est décrit dans le chapitre introductif. Les deux étapes nettement distinctes, de développement de ces schémas, par comparaison à des calculs étalons, puis de leur qualification, par rapport à des données expérimentales y sont évoquées.. European Pressurized Reactor en anglais.

Chapitre n 6 MASSE ET ÉNERGIE DES NOYAUX

Chapitre n 6 MASSE ET ÉNERGIE DES NOYAUX Chapitre n 6 MASSE ET ÉNERGIE DES NOYAUX T ale S Introduction : Une réaction nucléaire est Une réaction nucléaire provoquée est L'unité de masse atomique est une unité permettant de manipuler aisément

Plus en détail

ÉVALUATION DES PARAMÈTRES CINÉTIQUES DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES APPLICATION AUX COMBUSTIBLES MIXTES

ÉVALUATION DES PARAMÈTRES CINÉTIQUES DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES APPLICATION AUX COMBUSTIBLES MIXTES ÉVALUATION DES PARAMÈTRES CINÉTIQUES DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES APPLICATION AUX COMBUSTIBLES MIXTES ÉCOLE POLYTECHNIQUE FÉDÉRALE DE LAUSANNE POUR L'OBTENTION DU GRADE DE DOCTEUR ÈS SCIENCES TECHNIQUES PAR

Plus en détail

C - LES REACTIONS NUCLEAIRES

C - LES REACTIONS NUCLEAIRES C - LES RECTIONS NUCLEIRES Toute réaction nucléaire met en jeu la transformation spontanée ou provoquée de noyaux atomiques. C - I EQUIVLENCE MSSE ENERGIE I - 1 MISE EN EVIDENCE Les ondes électromagnétiques

Plus en détail

Chap 2 : Noyaux, masse, énergie.

Chap 2 : Noyaux, masse, énergie. Physique. Partie 2 : Transformations nucléaires. Dans le chapitre précédent, nous avons étudié les réactions nucléaires spontanées (radioactivité). Dans ce nouveau chapitre, après avoir abordé le problème

Plus en détail

CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION

CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION Une réaction en chaîne s entretient dans un réacteur nucléaire par la succession de fissions de noyaux qui libèrent à leur tour des neutrons. Mais

Plus en détail

La physique nucléaire et ses applications

La physique nucléaire et ses applications La physique nucléaire et ses applications I. Rappels et compléments sur les noyaux. Sa constitution La représentation symbolique d'un noyau est, dans laquelle : o X est le symbole du noyau et par extension

Plus en détail

Les effets de température

Les effets de température Les effets de température 1. Introduction La chaleur issue du combustible est transférée au caloporteur (eau) grâce au gradient de température qui existe entre ces deux milieux. Combustible Gaine Eau Profil

Plus en détail

8/10/10. Les réactions nucléaires

8/10/10. Les réactions nucléaires Les réactions nucléaires En 1900, à Montréal, Rutherford observa un effet curieux, lors de mesures de l'intensité du rayonnement d'une source de thorium [...]. L'intensité n'était pas la même selon que

Plus en détail

4.7. La prise en compte du credit burnup dans les études de criticité. Pratique française actuelle. Sûreté des installations, scénarios d accidents

4.7. La prise en compte du credit burnup dans les études de criticité. Pratique française actuelle. Sûreté des installations, scénarios d accidents La prise en compte du credit burnup dans les études de criticité créée lors de l irradiation des combustibles dans le cœur d un réacteur nucléaire est couramment nommée credit burnup. L antiréactivité

Plus en détail

Noyaux Masse - Energie

Noyaux Masse - Energie Noyaux Masse - Energie Masse et Energie. 1. Quelle relation Einstein établit-il entre la masse et l énergie? Préciser les unités. C = 2. Compléter le tableau : 3. Défaut de masse a) Choisir un noyau dans

Plus en détail

LA SIMULATION MONTE CARLO. de la propagation des neutrons appliquée à la criticité

LA SIMULATION MONTE CARLO. de la propagation des neutrons appliquée à la criticité LA SIMULATION MONTE CARLO de la propagation des neutrons appliquée à la criticité Joachim MISS, Yann RICHET Laboratoire d'études, de recherche, de développement et de qualification des codes Les études

Plus en détail

A retenir : A Z m n. m noyau MASSE ET ÉNERGIE RÉACTIONS NUCLÉAIRES I) EQUIVALENCE MASSE-ÉNERGIE

A retenir : A Z m n. m noyau MASSE ET ÉNERGIE RÉACTIONS NUCLÉAIRES I) EQUIVALENCE MASSE-ÉNERGIE CP7 MASSE ET ÉNERGIE RÉACTIONS NUCLÉAIRES I) EQUIVALENCE MASSE-ÉNERGIE 1 ) Relation d'équivalence entre la masse et l'énergie -énergie de liaison 2 ) Une unité d énergie mieux adaptée 3 ) application 4

Plus en détail

Transformations nucléaires

Transformations nucléaires I Introduction Activité p286 du livre Transformations nucléaires II Les transformations nucléaires II.a Définition La désintégration radioactive d un noyau est une transformation nucléaire particulière

Plus en détail

FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE

FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE Séminaire de Xavier GARBET pour le FIP 06/01/2009 Anthony Perret Michel Woné «La production d'énergie par fusion thermonucléaire contrôlée est un des grands défis scientifiques

Plus en détail

Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant

Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant Université Ibn Tofail Faculté des Sciences-kénitra Master Techniques Nucléaires et Radioprotection Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant Réalisé par YOUNES MEHDAOUI Responsable du Master : Pr. Oum Keltoum

Plus en détail

LE POINT SUR LES MATHÉMATIQUES DANS LES BTS RENTRÉE 2003

LE POINT SUR LES MATHÉMATIQUES DANS LES BTS RENTRÉE 2003 LE POINT SUR LES MATHÉMATIQUES DANS LES BTS RENTRÉE 00 ) LES PROGRAMMES a) Le cadre général L arrêté du 8 juin 00 comporte trois annexes, notamment l annexe donnant l intégralité des modules permettant

Plus en détail

INTRODUCTION GENERALE

INTRODUCTION GENERALE INTRODUCTION GENERALE Chaque année, les entreprises ont de nombreux challenges à relever; adaptation à des contraintes légales nationales, européennes ou internationales, lancement de nouveaux services

Plus en détail

Energie Nucléaire. Principes, Applications & Enjeux. 6 ème - 2014/2015

Energie Nucléaire. Principes, Applications & Enjeux. 6 ème - 2014/2015 Energie Nucléaire Principes, Applications & Enjeux 6 ème - 2014/2015 Quelques constats Le belge consomme 3 fois plus d énergie que le terrien moyen; (0,56% de la consommation mondiale pour 0,17% de la

Plus en détail

EXERCICES SUPPLÉMENTAIRES

EXERCICES SUPPLÉMENTAIRES Questionnaire EXERCICES SUPPLÉMENTAIRES SCP 4010-2 LE NUCLÉAIRE, DE L'ÉNERGIE DANS LA MATIÈRE /263 FORME C Version corrigée: Équipe sciences LeMoyne d'iberville, septembre 2006. QUESTION 1 (5 pts) 1. La

Plus en détail

Utilisation des ressources d énergie disponibles

Utilisation des ressources d énergie disponibles Utilisation des ressources d énergie disponibles 1 Energies fossiles Les énergies fossiles sont issues de la matière vivante, végétale ou animale. Elles comprennent le charbon, le pétrole et le gaz naturel.

Plus en détail

DM 10 : La fusion nucléaire, l énergie de l avenir? CORRECTION

DM 10 : La fusion nucléaire, l énergie de l avenir? CORRECTION Physique Chapitre 4 Masse, énergie, et transformations nucléaires DM 10 : La fusion nucléaire, l énergie de l avenir? CORRECTION Date :. Le 28 juin 2005, le site de Cadarache (dans les bouches du Rhône)

Plus en détail

Chapitre 5 : Noyaux, masse et énergie

Chapitre 5 : Noyaux, masse et énergie Chapitre 5 : Noyaux, masse et énergie Connaissances et savoir-faire exigibles : () () (3) () (5) (6) (7) (8) Définir et calculer un défaut de masse et une énergie de liaison. Définir et calculer l énergie

Plus en détail

FUSION THERMONUCLEAIRE

FUSION THERMONUCLEAIRE FUSION THERMONUCLEAIRE Le cœur du Soleil est un plasma chaud totalement ionisé à très haute pression condition nécessaire à la réaction de fusion de l hydrogène en hélium 1 dont le bilan est : 4 1 H 4

Plus en détail

ANNEXE 1 BTS AGENCEMENT DE L'ENVIRONNEMENT ARCHITECTURAL Programme de mathématiques

ANNEXE 1 BTS AGENCEMENT DE L'ENVIRONNEMENT ARCHITECTURAL Programme de mathématiques ANNEXE BTS AGENCEMENT DE L'ENVIRONNEMENT ARCHITECTURAL Programme de mathématiques L'enseignement des mathématiques dans les sections de techniciens supérieurs Agencement de l'environnement architectural

Plus en détail

Les fondamentaux du Contrat de Performance Energétique (CPE)

Les fondamentaux du Contrat de Performance Energétique (CPE) LES OPERATEURS D EFFICACITE ENERGETIQUE 15 mars 2011 Les fondamentaux du Contrat de Performance Energétique (CPE) Le CPE est issu de la Directive 2006/32/CE, du 5 avril 2006, sur l'efficacité énergétique

Plus en détail

Chapitre 10 : Radioactivité et réactions nucléaires (chapitre 11 du livre)

Chapitre 10 : Radioactivité et réactions nucléaires (chapitre 11 du livre) Chapitre 10 : Radioactivité et réactions nucléaires (chapitre 11 du livre) 1. A la découverte de la radioactivité. Un noyau père radioactif est un noyau INSTABLE. Il se transforme en un noyau fils STABLE

Plus en détail

Approche documentaire : «Oscillateur optique, Laser»

Approche documentaire : «Oscillateur optique, Laser» Approche documentaire : «Oscillateur optique, Laser» Objectifs : en relation avec le cours sur les ondes, les documents suivants permettent de décrire le fonctionnement d un laser en termes de système

Plus en détail

PLANIFICATION ET SUIVI D'UN PROJET

PLANIFICATION ET SUIVI D'UN PROJET Centre national de la recherche scientifique Direction des systèmes d'information REFERENTIEL QUALITE Guide méthodologique PLANIFICATION ET SUIVI D'UN PROJET Référence : CNRS/DSI/conduite-projet/developpement/gestion-projet/guide-planfi-suivi-projet

Plus en détail

A. Énergie nucléaire 1. Fission nucléaire 2. Fusion nucléaire 3. La centrale nucléaire

A. Énergie nucléaire 1. Fission nucléaire 2. Fusion nucléaire 3. La centrale nucléaire Énergie Table des A. Énergie 1. 2. 3. La centrale Énergie Table des Pour ce chapitre du cours il vous faut à peu près 90 minutes. A la fin de ce chapitre, vous pouvez : -distinguer entre fission et fusion.

Plus en détail

TUTORAT UE 3 2015-2016 Biophysique CORRECTION Séance n 3 Semaine du 28/09/2015

TUTORAT UE 3 2015-2016 Biophysique CORRECTION Séance n 3 Semaine du 28/09/2015 TUTORAT UE 3 2015-2016 Biophysique CORRECTION Séance n 3 Semaine du 28/09/2015 Optique 2 Mariano-Goulart QCM n 1 : A, C A. Vrai. Hz.m -1.s => B. Faux.. C. Vrai. L'équation donnée montre que l onde électrique

Plus en détail

Chapitre 6. Réactions nucléaires. 6.1 Généralités. 6.1.1 Définitions. 6.1.2 Lois de conservation

Chapitre 6. Réactions nucléaires. 6.1 Généralités. 6.1.1 Définitions. 6.1.2 Lois de conservation Chapitre 6 Réactions nucléaires 6.1 Généralités 6.1.1 Définitions Un atome est constitué d électrons et d un noyau, lui-même constitué de nucléons (protons et neutrons). Le nombre de masse, noté, est le

Plus en détail

3 974 147 p. Commissariat à l'energie Atomique - Fr;.nce

3 974 147 p. Commissariat à l'energie Atomique - Fr;.nce CEA-R-4533 - L]VOLANT Michel, JEANPIERRE Françoise AUTO PROTECT ION DES RESONANCES DANS LES REACTEURS NUCLEAIRES. APPLICATION AUX ISOTOPES LOURDS Sommaire. - En présence de noyaux dont les sections efficaces

Plus en détail

POLY-PREPAS Centre de Préparation aux Concours Paramédicaux. - Section Orthoptiste / stage i-prépa intensif -

POLY-PREPAS Centre de Préparation aux Concours Paramédicaux. - Section Orthoptiste / stage i-prépa intensif - POLY-PREPAS Centre de Préparation aux Concours Paramédicaux - Section Orthoptiste / stage i-prépa intensif - 1 Suite énoncé des exos du Chapitre 14 : Noyaux-masse-énergie I. Fission nucléaire induite (provoquée)

Plus en détail

Travailler ensemble : Coopération, Collaboration, Coordination

Travailler ensemble : Coopération, Collaboration, Coordination Travailler ensemble : Coopération, Collaboration, Coordination Emmeric DUPONT Comment travailler dans un environnement de plus en plus irrationnel complexe et contraint? 20 ans de la SCM, Paris, 11-12

Plus en détail

Montrouge, le 18 juillet 2014. Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel 93 282 SAINT-DENIS CEDEX

Montrouge, le 18 juillet 2014. Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel 93 282 SAINT-DENIS CEDEX RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIRECTION DES CENTRALES NUCLEAIRES Montrouge, le 18 juillet 2014 Réf. : CODEP-DCN-2014-018653 Monsieur le Directeur Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel

Plus en détail

Production d électricité

Production d électricité Global Chance Petit mémento énergétique de l Union Européenne Fiche 16 Production d électricité 1. Évolution de la production d électricité en UE-27 1.1 Évolution par source de production La production

Plus en détail

LA SURVEILLANCE ET LE SUIVI DE L'ENVIRONNEMENT. Pierre Guimont Conseiller en environnement Unité Environnement Division Équipement, Hydro-Québec

LA SURVEILLANCE ET LE SUIVI DE L'ENVIRONNEMENT. Pierre Guimont Conseiller en environnement Unité Environnement Division Équipement, Hydro-Québec LA SURVEILLANCE ET LE SUIVI DE L'ENVIRONNEMENT Pierre Guimont Conseiller en environnement Unité Environnement Division Équipement, Hydro-Québec Introduction L'un des principes directeurs de la politique

Plus en détail

première S 1S7 Géothermie

première S 1S7 Géothermie FICHE 1 Fiche à destination des enseignants Type d'activité Activité documentaire Notions et contenus du programme de première S Radioactivité naturelle et artificielle. Activité. Lois de conservation

Plus en détail

Énergie, technologie et politique climatique : les perspectives mondiales à l horizon 2030 MESSAGES CLÉS

Énergie, technologie et politique climatique : les perspectives mondiales à l horizon 2030 MESSAGES CLÉS Énergie, technologie et politique climatique : les perspectives mondiales à l horizon 2030 MESSAGES CLÉS Le scénario de référence L'étude WETO (World energy, technology and climate policy outlook) présente

Plus en détail

Agence Nationale de la Recherche. Projets de Recherche et d'innovation 2005. Plan d'action National sur l'hydrogène et les piles à combustible PAN-H

Agence Nationale de la Recherche. Projets de Recherche et d'innovation 2005. Plan d'action National sur l'hydrogène et les piles à combustible PAN-H Agence Nationale de la Recherche Projets de Recherche et d'innovation 2005 Plan d'action National sur l'hydrogène et les piles à combustible PAN-H Programme DRIVE : Données expérimentales pour l évaluation

Plus en détail

Compétence 3-1 S EXPRIMER A L ECRIT Fiche professeur

Compétence 3-1 S EXPRIMER A L ECRIT Fiche professeur Compétence 3-1 S EXPRIMER A L ECRIT Fiche professeur Nature de l activité : Réaliser 3 types de productions écrites (réécriture de notes, production d une synthèse de documents, production d une argumentation)

Plus en détail

Pondération Heures Unités Préalables Forme d enseignement 3-2-3 75 2,67 PA 203-NYA-EV Mécanique. PA 201-NYA-EV Calcul différentiel

Pondération Heures Unités Préalables Forme d enseignement 3-2-3 75 2,67 PA 203-NYA-EV Mécanique. PA 201-NYA-EV Calcul différentiel DEC 200.EV - Sciences de la nature, profil EVS 203-NYB-EV 3 Électricité et magnétisme Pondération Heures Unités Préalables Forme d enseignement 3-2-3 75 2,67 PA 203-NYA-EV Mécanique PA 201-NYA-EV Calcul

Plus en détail

Cahiers métho dologiques

Cahiers métho dologiques le gouvernement du grand-duché de luxembourg Inspection générale de la Sécurité sociale Cahiers métho dologiques Août 2013 Numéro 2 Christine Weisgerber MICROSIMULATION DES BÉNÉFICIAIRES ET PRESTATIONS

Plus en détail

Lycée français La Pérouse TS. L énergie nucléaire CH P6. Exos BAC

Lycée français La Pérouse TS. L énergie nucléaire CH P6. Exos BAC SVOIR Lycée français La Pérouse TS CH P6 L énergie nucléaire Exos BC - Définir et calculer un défaut de masse et une énergie de liaison. - Définir et calculer l'énergie de liaison par nucléon. - Savoir

Plus en détail

Sujet. calculatrice: autorisée durée: 2 heures (10h-12h)

Sujet. calculatrice: autorisée durée: 2 heures (10h-12h) DS SCIENCES PHYSIQUES MATHSPÉ CONCOURS BLANC calculatrice: autorisée durée: 2 heures (10h-12h) Sujet Vaisseau spatial... 2 I.Vaisseau spatial dans un champ newtonien... 2 II.Vitesse de libération...3 A.Option

Plus en détail

PHYSIQUE Discipline fondamentale

PHYSIQUE Discipline fondamentale Examen suisse de maturité Directives 2003-2006 DS.11 Physique DF PHYSIQUE Discipline fondamentale Par l'étude de la physique en discipline fondamentale, le candidat comprend des phénomènes naturels et

Plus en détail

- cas d une charge isolée en mouvement et par extension d un ensemble de

- cas d une charge isolée en mouvement et par extension d un ensemble de Notion de courant de particule ; conservation du courant = expression du courant de particules chargées ; charges; j = q k k - cas d une charge isolée en mouvement et par extension d un ensemble de v k

Plus en détail

Note de service n 2012-034 du 6 mars 2012

Note de service n 2012-034 du 6 mars 2012 Note de service n 2012-034 du 6 mars 2012 (modifiée par la note de service n 2012-100 du 29 j uin 2012 et par la note de service n 2012-179 du 20 novembre 2012) (Education nationale : bureau DGESCO A2-1)

Plus en détail

Présentation du programme. de physique-chimie. de Terminale S. applicable en septembre 2012

Présentation du programme. de physique-chimie. de Terminale S. applicable en septembre 2012 Présentation du programme de physique-chimie de Terminale S applicable en septembre 2012 Nicolas Coppens nicolas.coppens@iufm.unistra.fr Comme en Seconde et en Première, le programme mélange la physique

Plus en détail

Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN

Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN Le couplage Monte Carlo neutronique/thermo-hydraulique dans les réacteurs à combustibles solides et liquides Présentation des activités réalisées et prospectives au CNRS

Plus en détail

Stocks des matières radioactives à fin 2010 et prévisions pour la période 2011-2030. l uranium enrichi. le thorium

Stocks des matières radioactives à fin 2010 et prévisions pour la période 2011-2030. l uranium enrichi. le thorium Stocks des matières radioactives à fin 2010 et prévisions pour la période 2011-2030 Une matière radioactive est définie dans l article L. 542-1-1 du Code de l environnement modifié par la loi du 28 juin

Plus en détail

BACCALAURÉAT TECHNOLOGIQUE Sciences et Technologies de l Industrie et du Développement Durable

BACCALAURÉAT TECHNOLOGIQUE Sciences et Technologies de l Industrie et du Développement Durable BACCALAURÉAT TECHNOLOGIQUE Sciences et Technologies de l Industrie et du Développement Durable ENSEIGNEMENTS TECHNOLOGIQUES TRANSVERSAUX ORAL DE CONTROLE Coefficient 8 Durée : 20 minutes -1 heure de préparation

Plus en détail

Constructeur bois Document professeur

Constructeur bois Document professeur Constructeur bois Document professeur STI2D Mathématiques SVT Physique Chimie Seconde Première Terminale Quelles approches dans les disciplines scientifiques et technologiques? Compétences scientifiques

Plus en détail

Description du logiciel Smart-MED-Parks Article technique

Description du logiciel Smart-MED-Parks Article technique Introduction Description du logiciel Smart-MED-Parks Article technique Depuis le lancement du projet en février 2013, différentes actions ont été effectuées dans le but d'accroître la sensibilisation et

Plus en détail

I. Introduction: L énergie consommée par les appareils de nos foyers est sous forme d énergie électrique, facilement transportable.

I. Introduction: L énergie consommée par les appareils de nos foyers est sous forme d énergie électrique, facilement transportable. DE3: I. Introduction: L énergie consommée par les appareils de nos foyers est sous forme d énergie électrique, facilement transportable. Aujourd hui, nous obtenons cette énergie électrique en grande partie

Plus en détail

Chaleur nucléaire utilisée à des fins industrielles et pour le chauffage urbain

Chaleur nucléaire utilisée à des fins industrielles et pour le chauffage urbain lesquelles peuvent se fonder des recommandations visant à faire admettre les normes éventuellement nécessaires. Ce colloque était le premier que l'agence ait organisé sur le problème particulier des effets

Plus en détail

DYNAMIQUE DE FORMATION DES ÉTOILES

DYNAMIQUE DE FORMATION DES ÉTOILES A 99 PHYS. II ÉCOLE NATIONALE DES PONTS ET CHAUSSÉES, ÉCOLES NATIONALES SUPÉRIEURES DE L'AÉRONAUTIQUE ET DE L'ESPACE, DE TECHNIQUES AVANCÉES, DES TÉLÉCOMMUNICATIONS, DES MINES DE PARIS, DES MINES DE SAINT-ÉTIENNE,

Plus en détail

CRÉDITS POUR ALIMENTATION EN MOYENNE ET HAUTE TENSION ET RAJUSTEMENT POUR PERTES DE TRANSFORMATION

CRÉDITS POUR ALIMENTATION EN MOYENNE ET HAUTE TENSION ET RAJUSTEMENT POUR PERTES DE TRANSFORMATION CRÉDITS POUR ALIMENTATION EN MOYENNE ET HAUTE TENSION ET RAJUSTEMENT POUR PERTES DE TRANSFORMATION TARIFICATION Page 1 de 29 Table des matières 1 INTRODUCTION... 5 2 HISTORIQUE DES CRÉDITS POUR ALIMENTATION

Plus en détail

Annexe 4 Programmes des classes préparatoires aux Grandes Ecoles

Annexe 4 Programmes des classes préparatoires aux Grandes Ecoles Annexe 4 Programmes des classes préparatoires aux Grandes Ecoles Filière : scientifique Voie : Biologie, chimie, physique et sciences de la Terre (BCPST) Discipline : Informatique Première et seconde années

Plus en détail

Le programme de mathématiques Classes de première STI2D STL

Le programme de mathématiques Classes de première STI2D STL Journée de l inspection 15 avril 2011 - Lycée F. BUISSON 18 avril 2011 - Lycée J. ALGOUD 21 avril 2011 - Lycée L. ARMAND Le programme de mathématiques Classes de première STI2D STL Déroulement de la journée

Plus en détail

G R E C A U Rapport sur le mémoire de thèse de doctorat ENSA de Toulouse, INSA, école doctorale MEGeP, Spécialité Génie Civil, En co-tutelle avec l'université de Laval, Québec, Canada présenté par Catherine

Plus en détail

Groupe Areva Usine de La Hague Métier CNP

Groupe Areva Usine de La Hague Métier CNP Groupe Areva Usine de La Hague Métier CNP Jean-Christophe Dalouzy ANP 17 Novembre 2014 Rencontres Jeunes Chercheurs Sommaire Présentation du groupe AREVA Présentation du cycle du combustible Présentation

Plus en détail

Notion de modèle - Processus d analyse Application à la méthode des Eléments finis

Notion de modèle - Processus d analyse Application à la méthode des Eléments finis Notion de modèle - Processus d analyse Application à la méthode des Eléments finis La présentation est animée, avancez à votre vitesse par un simple clic Chapitres 1 et 6 du polycopié de cours. Bonne lecture

Plus en détail

Niveaux 1 2 3 4 Option spécifique - 2 2 3 Option complémentaire - - 2 2

Niveaux 1 2 3 4 Option spécifique - 2 2 3 Option complémentaire - - 2 2 Direction de l'instruction publique, de la culture et du sport Direktion für Erziehung, Kultur und Sport Service de l enseignement secondaire du deuxième degré Amt für Unterricht der Sekundarstufe 2 CANTON

Plus en détail

ENTREPÔTS ET MAGASINS

ENTREPÔTS ET MAGASINS Michel Roux ENTREPÔTS ET MAGASINS Tout ce qu il faut savoir pour concevoir une unité de stockage Cinquième édition, 1995, 2001, 2003, 2008, 2011 ISBN : 978-2-212-55189-1 2 LES PHASES DE SIMULATION DE VALIDATION

Plus en détail

Dimensionnement et optimisation des protections hétérogènes de forte épaisseur avec le code Monte-Carlo MCNP5

Dimensionnement et optimisation des protections hétérogènes de forte épaisseur avec le code Monte-Carlo MCNP5 PARIS, LE 26/03/2014 Dimensionnement et optimisation des protections hétérogènes de forte épaisseur avec le code Monte-Carlo MCNP5 Mattera Christophe Outils de calculs CEGELEC pour les études de radioprotection

Plus en détail

DIRECTION DE L ÉNERGIE NUCLÉAIRE

DIRECTION DE L ÉNERGIE NUCLÉAIRE CEA-R-6150 ISSN 0429-3460 C O M M I S S A R I A T À L É N E R G I E A T O M I Q U E DIRECTION DE L ÉNERGIE NUCLÉAIRE COUPLAGE DE MÉTHODES ET DÉCOMPOSITION DE DOMAINE POUR LA RÉSOLUTION DE L ÉQUATION DU

Plus en détail

TD 9 Problème à deux corps

TD 9 Problème à deux corps PH1ME2-C Université Paris 7 - Denis Diderot 2012-2013 TD 9 Problème à deux corps 1. Systèmes de deux particules : centre de masse et particule relative. Application à l étude des étoiles doubles Une étoile

Plus en détail

Ch.2 - UTILISATION DES RESSOURCES ENERGETIQUES DISPONIBLES

Ch.2 - UTILISATION DES RESSOURCES ENERGETIQUES DISPONIBLES 1L 1ES. Partie 4. LE DEFI ENERGETIQUE p : 1 Ch.2- Utilisation des ressources énergétiques disponibles Ch.2 - UTILISATION DES RESSOURCES ENERGETIQUES DISPONIBLES A. LES COMBUSTIBLES FOSSILES : Alors qu'en

Plus en détail

TS1 TS2 02/02/2010 Enseignement obligatoire. DST N 4 - Durée 3h30 - Calculatrice autorisée

TS1 TS2 02/02/2010 Enseignement obligatoire. DST N 4 - Durée 3h30 - Calculatrice autorisée TS1 TS2 02/02/2010 Enseignement obligatoire DST N 4 - Durée 3h30 - Calculatrice autorisée EXERCICE I : PRINCIPE D UNE MINUTERIE (5,5 points) A. ÉTUDE THÉORIQUE D'UN DIPÔLE RC SOUMIS À UN ÉCHELON DE TENSION.

Plus en détail

Baccalauréat technologique

Baccalauréat technologique Baccalauréat technologique Épreuve relative aux enseignements technologiques transversaux, épreuve de projet en enseignement spécifique à la spécialité et épreuve d'enseignement technologique en langue

Plus en détail

C3. Produire de l électricité

C3. Produire de l électricité C3. Produire de l électricité a. Electricité : définition et génération i. Définition La matière est constituée d. Au centre de l atome, se trouve un noyau constitué de charges positives (.) et neutres

Plus en détail

COMPOSITION DE PHYSIQUE. Quelques aspects de la fusion contrôlée par confinement magnétique

COMPOSITION DE PHYSIQUE. Quelques aspects de la fusion contrôlée par confinement magnétique ÉCOLE POLYTECHNIQUE FILIÈRE MP CONCOURS D ADMISSION 2007 COMPOSITION DE PHYSIQUE (Durée : 4 heures) L utilisation des calculatrices est autorisée pour cette épreuve. Quelques aspects de la fusion contrôlée

Plus en détail

Energie nucléaire. Quelques éléments de physique

Energie nucléaire. Quelques éléments de physique Energie nucléaire Quelques éléments de physique Comment produire 1 GW électrique Nucléaire (rendement 33%) Thermique (38%) Hydraulique (85%) Solaire (10%) Vent : 27t d uranium par an : 170 t de fuel par

Plus en détail

Energie Nucléaire. L atome est constitué d'un noyau composé de protons et de neutrons autour desquels gravitent des électrons.

Energie Nucléaire. L atome est constitué d'un noyau composé de protons et de neutrons autour desquels gravitent des électrons. Energie Nucléaire 1. Notions de base 1.1 Structure de l atome L atome est constitué d'un noyau composé de protons et de neutrons autour desquels gravitent des électrons. En chimie, les atomes sont les

Plus en détail

INTRODUCTION. A- Modélisation et paramétrage : CHAPITRE I : MODÉLISATION. I. Paramétrage de la position d un solide : (S1) O O1 X

INTRODUCTION. A- Modélisation et paramétrage : CHAPITRE I : MODÉLISATION. I. Paramétrage de la position d un solide : (S1) O O1 X INTRODUCTION La conception d'un mécanisme en vue de sa réalisation industrielle comporte plusieurs étapes. Avant d'aboutir à la maquette numérique du produit définitif, il est nécessaire d'effectuer une

Plus en détail

NFCE. International Nuclear Fuel Cycle Evaluation. XfiVoyw INFCE/DEP./WS.8/14

NFCE. International Nuclear Fuel Cycle Evaluation. XfiVoyw INFCE/DEP./WS.8/14 International Nuclear Fuel Cycle Evaluation XfiVoyw NFCE INFCE/DEP./WS.8/14 Remplacement dans le combustible des piles de recherche de 1'uranium tres enrichi par de 1'uranium peu ou moyennement enrichi

Plus en détail

1. Introduction. Quelle est la structure de la matière? L idée est vieille:

1. Introduction. Quelle est la structure de la matière? L idée est vieille: 1. Introduction échelle macroscopique échelle moléculaire La chimie est la science des propriétés et des transformations de la matière. Quelle est la structure de la matière? L idée est vieille: Demokrit

Plus en détail

Traduire une démarche d évaluation environnementale

Traduire une démarche d évaluation environnementale Fiche pratique 4 Cadrage préalable et évaluation environnementale des documents d urbanisme Traduire une démarche d évaluation environnementale a b c d e f g h i différents éléments attendus du rapport

Plus en détail

Energie nucléaire: perspectives d avenir

Energie nucléaire: perspectives d avenir Energie nucléaire: perspectives d avenir Table de matières Editorial: Ernest Mund, Prof. Emérite UCL, Prof. ULB Le réacteur nucléaire EPR, J.-P. Poncelet, AREVA PBMR, the future of nuclear, today. Frederick

Plus en détail

O RMATION. Ingénierie Système Management de Projet Évaluation de la Maturité

O RMATION. Ingénierie Système Management de Projet Évaluation de la Maturité PLANS F de O RMATION Ingénierie Système Management de Projet Évaluation de la Maturité O R G A N I S A T I O N ACTEURS CONCERNÉS Les concepteurs de systèmes doivent détecter, analyser les besoins des utilisateurs,

Plus en détail

CENTRE NUCLÉAIRE D ÉLÉCTRICITÉ. EDF Nogent-sur-Seine

CENTRE NUCLÉAIRE D ÉLÉCTRICITÉ. EDF Nogent-sur-Seine CENTRE NUCLÉAIRE DE PRODUCTION D ÉLÉCTRICITÉ EDF Nogent-sur-Seine Le groupe EDF DES ENJEUX ÉNERGÉTIQUES MONDIAUX SANS PRÉCÉDENT LA CROISSANCE DÉMOGRAPHIQUE ET ÉCONOMIQUE VA ENTRAÎNER L AUGMENTATION DES

Plus en détail

CONSEIL D'ORIENTATION ÉNERGÉTIQUE DANS LES BATIMENTS CAHIER DES CHARGES

CONSEIL D'ORIENTATION ÉNERGÉTIQUE DANS LES BATIMENTS CAHIER DES CHARGES CONSEIL D'ORIENTATION ÉNERGÉTIQUE DANS LES BATIMENTS CAHIER DES CHARGES SOMMAIRE Introduction page 2 I - Objectifs du COE page 2 II - Description de la prestation page 2 III - Modalités de réalisation

Plus en détail

Avantages économiques de la stratégie de Cisco relative à l'informatique en nuage

Avantages économiques de la stratégie de Cisco relative à l'informatique en nuage Avantages économiques de la stratégie de Cisco relative à l'informatique en nuage Principaux résultats Synthèse L'informatique en nuage permet d'utiliser l'informatique en tant que service, en tout lieu

Plus en détail

Lycée Galilée Gennevilliers. chap. 6. JALLU Laurent. I. Introduction... 2 La source d énergie nucléaire... 2

Lycée Galilée Gennevilliers. chap. 6. JALLU Laurent. I. Introduction... 2 La source d énergie nucléaire... 2 Lycée Galilée Gennevilliers L'énergie nucléaire : fusion et fission chap. 6 JALLU Laurent I. Introduction... 2 La source d énergie nucléaire... 2 II. Équivalence masse-énergie... 3 Bilan de masse de la

Plus en détail

Résumé du document «Programmes des classes préparatoires aux Grandes Écoles ; Discipline : Informatique ; Première et seconde années - 2013»

Résumé du document «Programmes des classes préparatoires aux Grandes Écoles ; Discipline : Informatique ; Première et seconde années - 2013» Résumé du document «Programmes des classes préparatoires aux Grandes Écoles ; Discipline : Informatique ; Première et seconde années - 2013» I Objectifs Niveau fondamental : «on se fixe pour objectif la

Plus en détail

SOCLE COMMUN - La Compétence 3 Les principaux éléments de mathématiques et la culture scientifique et technologique

SOCLE COMMUN - La Compétence 3 Les principaux éléments de mathématiques et la culture scientifique et technologique SOCLE COMMUN - La Compétence 3 Les principaux éléments de mathématiques et la culture scientifique et technologique DOMAINE P3.C3.D1. Pratiquer une démarche scientifique et technologique, résoudre des

Plus en détail

Interactions des rayonnements avec la matière

Interactions des rayonnements avec la matière UE3-1 : Biophysique Chapitre 2 : Interactions des rayonnements avec la matière Professeur Jean-Philippe VUILLEZ Année universitaire 2011/2012 Université Joseph Fourier de Grenoble - Tous droits réservés.

Plus en détail

La neuvième Conférence internationale des statisticiens du travail, ...

La neuvième Conférence internationale des statisticiens du travail, ... Résolution concernant l'élaboration des statistiques de la sécurité sociale, adoptée par la neuvième Conférence internationale des statisticiens du travail (avril-mai 1957) La neuvième Conférence internationale

Plus en détail

FORCES MACROSCOPIQUES. ETUDE DES EQUILIBRES

FORCES MACROSCOPIQUES. ETUDE DES EQUILIBRES FORCES MACROSCOPIQUES. ETUDE DES EQUILIBRES I. Notion de force. Une force est une action exercée par un système sur un autre système. Une telle action se manifestera de diverses manières. Le système sur

Plus en détail

Équivalence masse-énergie

Équivalence masse-énergie CHPITRE 5 NOYUX, MSSE ET ÉNERGIE Équivalence masse-énergie. Équivalence masse-énergie Einstein a montré que la masse constitue une forme d énergie appelée énergie de masse. La relation entre la masse (en

Plus en détail

Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique

Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique Avis DSR/2010-065 26 février 2010 Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique Par lettre du 19 février 2009, l Autorité de sûreté

Plus en détail

Systèmes de transport public guidés urbains de personnes

Systèmes de transport public guidés urbains de personnes service technique des Remontées mécaniques et des Transports guidés Systèmes de transport public guidés urbains de personnes Principe «GAME» (Globalement Au Moins Équivalent) Méthodologie de démonstration

Plus en détail

Montrouge, le 9 février 2015. Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre Brossolette 92120 MONTROUGE

Montrouge, le 9 février 2015. Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre Brossolette 92120 MONTROUGE RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIRECTION DES CENTRALES NUCLEAIRES Montrouge, le 9 février 2015 Réf. : CODEP-DCN-2015-002998 Monsieur le Directeur Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre

Plus en détail

Eléments de Physique Nucléaire

Eléments de Physique Nucléaire Eléments de Physique Nucléaire 1 SOMMAIRE Chapitre I : Caractéristiques générales du Noyau Chapitre II : Énergie de liaison du Noyau Chapitre III : Transformations radioactives Chapitre IV : Réactions

Plus en détail

MÉTHODES NUMÉRIQUES ET INCERTITUDES EN TERMINALE SCIENTIFIQUE ARTICULATION ENTRE MATHÉMATIQUES ET PHYSIQUE

MÉTHODES NUMÉRIQUES ET INCERTITUDES EN TERMINALE SCIENTIFIQUE ARTICULATION ENTRE MATHÉMATIQUES ET PHYSIQUE MÉTHODES NUMÉRIQUES ET INCERTITUDES EN TERMINALE SCIENTIFIQUE ARTICULATION ENTRE MATHÉMATIQUES ET PHYSIQUE Adeline DUCATÉ Professeur de physique chimie Lycée Marcel Pagnol, avenue de la Terrasse, 91205

Plus en détail

La vie des étoiles. La vie des étoiles. Mardi 7 août

La vie des étoiles. La vie des étoiles. Mardi 7 août La vie des étoiles La vie des étoiles Mardi 7 août A l échelle d une ou plusieurs vies humaines, les étoiles, que l on retrouve toujours à la même place dans le ciel, au fil des saisons ; nous paraissent

Plus en détail

Modélisation d'un axe asservi d'un robot cueilleur de pommes

Modélisation d'un axe asservi d'un robot cueilleur de pommes Modélisation d'un axe asservi d'un robot cueilleur de pommes Problématique Le bras asservi Maxpid est issu d'un robot cueilleur de pommes. Il permet, après détection d'un fruit par un système optique,

Plus en détail

DEFLATEURS ET TECHNOLOGIE : INDICES DE PRIX ET INDICES DE PERFORMANCES

DEFLATEURS ET TECHNOLOGIE : INDICES DE PRIX ET INDICES DE PERFORMANCES BULLETIN DE l'acn n 28 INSEE Association de Comptabilité Nationale 18, bd Adolphe Pinard 75675 PARIS CEDEX 14 (France) DEFLATEURS ET TECHNOLOGIE : INDICES DE PRIX ET INDICES DE PERFORMANCES Henri DUPRAT

Plus en détail